Temperature solution for moderator and fuel for a 7 × 7 PWR assembly
(K. Jareteg, R. Andersson, C. Demazière, “Development and test of a transient fine-mesh LWR multiphysics solver in a CFD framework”, in Proc. Int. Conf. M&C 2015, Nashville, Tennessee, 2015)

FIRE - FIne mesh Reactor modelling

Startdatum 2012-01-01
Slutdatum Projektet är avslutat: 2017-12-31
Härden i en lättvattenreaktor (LWR) omfattar många olika fysikaliska problem, såsom neutron transport, flödesdynamik och värmeöverföring. Alla områden är kopplade och för att bestämma tillståndet i reaktorn måste alla perspektiv beaktas samtidigt.

I många av de metoder som för närvarande tillämpas är de kopplade problemen uppdelade i sina beståndsdelar. Därmed löses de på ett segregerat sätt. Kopplingen approximeras ofta med statiska eller förenklade uttryck. I andra fall uppnås en efterhandskoppling genom att kombinera olika verktyg. Sådana uppdelningsmetoder medför approximationer i beroende parametrar och utgör även ett hinder för mycket upplösta kopplade beräkningar.

Reaktorhärden är också en ”multiscale” miljö med viktiga fenomen som sträcker sig från storleken på reaktortanken till skalor som är relevanta för bränslekutsen och ytterligare mindre skalor som närmar sig partikelstorlek. Helt upplösta simuleringar på längdskalor mindre än bränslekutsen anses fortfarande vara extremt tunga beräkningar samtidigt som reaktorhärdens problem ofta är löst på större skala. Oundvikligen introducerar en sådan förgrovning homogenisering, inte bara när det gäller geometriska detaljer utan även i de modeller som används för att representera den underliggande fysiken.

Ett ”fine mesh”-verktyg som kan lösa de finare skalorna skulle också kunna tillåta kopplade beräkningar att utföras. Ett sådant kopplat verktyg kan användas för att bedöma approximationer i grövre metoder liksom för att fastställa finskaliga och lokala beteende fysiken i bränsleknippen. Utvecklandet av ”fine mesh”-verktyg kan ge ett viktigt bidrag till säkerhet eftersom de har potential att återge fysikaliska fenomen i ett nukleärt system med en högre grad av tillförlitlighet.

Projektet syftar till att utveckla modeller och implementera kopplade verktyg med hög upplösning för att simulera reaktorhärden på ett detaljerat sätt. Detta innebär formulerandet av en helt konsekvent modell vilken direkt kopplar modelleringen av neutrontransport i härden och flödesdynamiken i moderatorn med konjugerad värmeöverföring mellan moderator och bränsle.

Det utvecklade verktyget syftar till att bättre fånga fenomenen, både genom att lösa fysiken och införa direkt koppling på högupplösta nivåer. Det primära målet är lättvattenreaktorerna, dvs tryckvattenreaktorer (PWR) och kokvattenreaktorer (BWR), varav BWR representerar det mest intressanta fallet (pga de stora heterogeniteterna i västskeinducerade tvåfasflödet).

Ett framgångsrikt genomförande av ett sådant verktyg förlitar sig på användningen av högprestandaberäkningar (HPC), inklusive effektiva metoder samt användning av fullt parallelliserade algoritmer och lösare. Beräkningsaspekter är också ett stort fokus i projektet.

Svenskt kärntekniskt centrum - SKC

Publicerad: to 09 jan 2020.